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論文

原子炉過酷事故時における炉内構造物の溶融移行挙動シミュレーション

山下 晋; 高瀬 和之; 吉田 啓之

日本機械学会第26回計算力学講演会論文集(CD-ROM), p.704_1 - 704_2, 2013/11

福島第一原子力発電所事故では、冷却材喪失による炉心冷却機能の低下により、原子炉内に設置されている燃料集合体が高温になり、その結果、燃料棒で溶融が発生し、それが次第に拡大して炉心の崩落を引き起こしたと推察される。このような溶融事象の進展を明らかにするためには、溶融現象を詳細に予測できる解析コードが必要である。本研究では、燃料集合体並びに炉心支持板や制御棒案内管等の炉内構造物を対象に、燃料集合体の溶融移行挙動及び凝固過程を現象論的に予測するための解析手法の開発を行っている。これまでに、固・気・液3相2成分(金属及び周囲雰囲気)の炉内溶融移行挙動解析を実施し、温度上昇により溶融した燃料集合体が下部ヘッドへ流入する挙動を解析した。しかしながら、気相以外の燃料及び炉内構造物を1成分で表しているため、崩壊熱を有する燃料とそれを持たない構造物との区別ができず、溶融燃料の移行に伴う発熱項の移動を扱うことができないという問題があった。そこで本報では、燃料と炉内構造物を区別するための拡張を実施し、2次元数値解析によりその妥当性を基礎的に検討した結果について報告する。

論文

三次元二流体モデルに基づく超臨界圧水の単管内熱伝達特性に関する数値予測

小瀬 裕男*; 吉森 本*; 三澤 丈治; 吉田 啓之; 高瀬 和之

日本機械学会第26回計算力学講演会論文集(CD-ROM), p.701_1 - 701_2, 2013/11

三次元二流体モデル解析コードACE-3Dの伝熱劣化現象に対する予測精度を調べるために、超臨界圧水の上昇流および下降流を対象とした単管内熱伝達実験解析を実施し、得られた壁面温度の実験結果との比較を行った。その結果、以下の結論が得られた。(1)伝熱劣化現象を模擬するためには、壁面近傍まで適用できる低レイノルズ数型k-$$varepsilon$$モデルが有効である。(2)伝熱劣化現象は壁面近傍で生じる速度分布の平坦化に伴う乱流エネルギーの減少が主要因と考えられる。

論文

SCWR燃料集合体内熱流動に及ぼす冷却材流れ方向の影響評価解析

三澤 丈治; 吉田 啓之; 高瀬 和之

日本機械学会第26回計算力学講演会論文集(CD-ROM), p.702_1 - 702_2, 2013/11

冷却材の流れ方向が超臨界圧軽水炉燃料集合体内熱流動に及ぼす影響を調べるために、超臨界流体解析用に拡張したACE-3D/BFCを用いて、簡略化した燃料集合体内に、超臨界水を上昇及び下降させた場合の熱流動解析を行った。その結果、下降流ケースの燃料棒表面温度が上昇流ケースよりも高くなることがわかった。上昇流及び下降流の両ケース共に、燃料集合体中心の流体温度が外周部と比べて時間的に速く擬臨界温度に達するために、燃料集合体中心の流体密度が外周部と比べて減少する。そのため、上昇流の場合には、燃料集合体中心の重力損失が外周部と比べて小さくなるが、下降流の場合には、流れ方向の逆転によって、燃料集合体中心の重力損失のほうが大きくなる。それにより、上昇流と比べて、下降流の場合における燃料集合体中心から外周部への超臨界圧水の流出が大きくなり、下降流ケースの燃料棒表面温度が上昇流ケースよりも増加する原因であることがわかった。

論文

超臨界圧条件における原子炉サブチャンネル模擬流路内熱流動シミュレーション

北村 竜明*; 坂本 健作; 高瀬 和之

日本機械学会第26回計算力学講演会論文集(CD-ROM), p.703_1 - 703_2, 2013/11

超臨界圧水冷却炉の熱設計を行う上で、超臨界流体の伝熱流動を正確に把握できる解析手法の整備が重要である。臨界圧力よりも高い超臨界圧の状態では、温度の上昇に伴って流体の密度は連続的に減少する。しかも、擬臨界温度近傍において密度変化の急な領域が存在し、その領域で流体の定圧比熱は極大値を示す。このような超臨界流体の特性を正確に予測するために、超臨界圧条件を模擬できる流体熱物性値を導入した解析コードの開発を行っている。これまでに乱流モデルや並列計算法についての検討を行うとともに、2つの円管流路間を移行するクロスフロー挙動を解析的に評価できることを確認した。本報では、炉心燃料集合体内サブチャンネルを簡略模擬した4本バンドル体系で実施した熱流動解析の結果について述べる。本研究によって、バンドル内の燃料棒間に出力差がある場合には、サブチャンネル間を水平方向に流れるクロスフローは流体物性値変化の影響を受けて高出力側から低出力側に移行することが明らかになった。

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